Розрахунок основних параметрів захисту від зовнішнього опромінення

До основних параметрів захисту, що визначаються за допомогою розрахункових методів, відносяться: захист кількістю, захист часом, захист відстанню і захист екрануванням.

Тому для визначення умов безпеки в ході роботи з радіоактивними речовинами при відсутності екрану слід використовувати універсальні формули (2) та (3):

А•t

––– = 20 (за день); (2)

r²

 

А•t

або ––– = 120 (за тиждень); (3)

r²

де: А – g–активність джерела опромінення, мг-екв радію;

t – час опромінення за год;

r – відстань від джерела випромінювання, м;

20 (120) – постійний коефіцієнт для розрахунків за тиждень (за робочий день).

 

Ураховуючи те, що ця формула відображає співвідношення між активністю джерела, відстанню та часом опромінення в умовах застосування джерел іонізуючого випромінювання, її можна використовувати для розрахунку основних параметрів захисту.

Для розрахунку допустимої активності джерела випромінювання формула в результаті перетворень набуває вигляду (4):

120•r²

А = –––; (4)

t

Приклад: оператор впродовж робочого тижня, що складає 41 годину, працює з джерелом g–випромінювання, що розташоване на відстані 1 м від його робочого місця. Укажіть, з якою допустимою активністю джерела випромінювання він може працювати без захисту.

 

120•r² 120•1

А = –—–– = –—–– =3,0 мг-екв радію

t 41

Для розрахунку допустимого часу роботи із джерелом іонізуючого випромінювання – формула набуває такого вигляду (5):

120•r²

t = –––; (5)

A

Приклад: В лабораторії радіоізотопної діагностики технологічний процес передбачає використання джерела g–випромінювання, що має активність 100 мг–екв радію та розташоване на відстані 0,5 м від оператора.

 

120•r² 120•0,5²

t = ––– = –——–– = 0,3 години на тиждень.

А 100

 

Для розрахунку допустимої відстані до джерела випромінювання формула набуває такого вигляду (6):

 

А•t

r = Ö –—–; (6)

Приклад: Медична сестра радіологічного відділення протягом 36 годин працює з джерелом g–випромінювання, активність якого складає 5 мг–екв радію. Визначіть допустиму безпечну відстань, на якій може знаходитися сестра впродовж часу, що вказаний.

 

А • t 5 • 36

r = Ö —–– = Ö –—–– = 1,25 м.

120 120

РОЗРАХУНОК ПАРАМЕТРІВ ЗАХИСТУ ПРИ ВИКОРИСТАННІ ЗАХИСНИХ ЕКРАНІВ

Захист за допомогою екранування заснований на здібності матеріалів поглинати радіоактивне випромінювання. Інтенсивність поглинання g-випромінювання прямо пропорційна питомій вазі матеріалів та їх товщині і обернено пропорційна енергії випромінення.

В умовах зовнішнього опромінення a–частинками в екрануванні немає потреби так як a–частинки мають невеликий пробіг у повітрі та добре затримуються будь якими матеріалами, наприклад, листок паперу.

Для захисту від b-випромінювання слід передусім застосувати легкі матеріали; наприклад: алюміній, скло, пластмаси тощо. Зокрема, шар алюмінію товщиною 0,5 см повністю затримує b-частинки.

Для захисту від g-випромінювання слід застосовувати екрани з важких металів: свинцю, чавуну, бетону тощо, або використовувати грунт або воду.

Товщину захисного екрану, що зменшує потужність g–випромінювання до граничнодопустимих рівнів, можна розрахувати двома способами:

1) за таблицями (з урахуванням енергії та кратності послаблення дози випромінювання);

2) за числом шарів половинного послаблення (без врахування енергії випромінювння).

 

РОЗРАХУНОК ТОВЩИНИ ЕКРАНУ ЗА ТАБЛИЦЯМИ

Визначення товщини захисного екрана за кратністю послаблення дози випромінювання передбачає розрахунок кратності послаблення в результаті зіставлення фактичної потужності джерела випромінювання із максимально допустимою та знаходження товщини екрана за допомогою спеціальних таблиць – шукана величина розташована на перехресті даних енергії випромінювання та кратності послаблення (див. додаток № 2, 3, 4).

При незбіжності даних кратності послаблення та енергії випромінювання з указаними в таблиці результатами, товщину екрану знаходять засобом інтерполяції або використовують свідомо більш значні числа, забезпечуючі тим самим більш надійний захист.

Величина коефіцієнта послаблення (кратність послаблення) визначається за формулою (7):

Р

К = ––; (7)

Ро

де: К – кратність послаблення;

Р – одержана доза;

Ро – гранично допустима доза (0,1).

 

Приклад: лаборант, який проводить фасування радіоактивного золота Аu¹⁹⁸, енергія випромінювання якого 0,5 мг–екв–радію, одержить без захисту за тиждень дозу опромінення 1,0 рад. Якої товщини необхідно застосувати екрану з свинцю для створення безпечних умов праці лаборанта?

У нашому прикладі:

1,0

К = ––– = 10 разів;

0,1

В додатку 2 на перетині ліній, що відповідають кратності послаблення 10 та енергії випромінювання 0,4 Мев знаходимо, що необхідна товщина свинцевого екрану повинна бути 13 мм.

З метою створення безпечних умов при постійній роботі використовують проектні потужності дози, які розраховані на підставі гранично–допустимих річних доз та умов роботи що передбачається (таблиця 1).

 

Таблиця 1

Ліміти дози опромінення

Показник	Категорії осіб, які зазнають опромінення
А	Б	В
Dle (ліміт ефективної дози)	мЗв / рік.
мЗв (мБер) / год	0,01 (1)	0,001 (0,1)	0,0001 (0,01)
ліміт еквівалентної дози (мЗв / рік.)	DL lens – для кришталика ока
DL skin – для шкіри
DL extrim – для кистей та стоп			–

 

РОЗРАХУНОК ТОВЩИНИ ЕКРАНУ ЗА ЧИСЛОМ ШАРІВ ПОЛОВИННОГО ПОСЛАБЛЕННЯ

Шаром половинного послаблення називають товщину матеріалу, що послаблює потужність g–випромінювання в 2 рази. Він застосовується, як правило, при розрахунку товщини екранів на забрудненій території, коли немає таблиць та точно невідома енергія випромінювання (вона коливається у межах від 1 до 4 МеВ). У такому випадку необхідно використовувати наступні показники товщини одного шару половинного послаблення: для свинцю – 2 см., для заліза – 4 см., для бетону – 14 см.

Приклад: Необхідно послабити інтенсивність g–випромінювання Со⁶⁰ у 1000 разів з використанням екрану з заліза.

З додатку 5 знаходимо, що для послаблення у 1000 разів необхідно використати 10 шарів половинного послаблення. Товщину 1 шару половинного послаблення із заліза складає 4 см. Отже загальна товщина екрану із заліза дорівнює 4 х 10 = 40 см.

 

СИТУАЦІЙНІ ЗАДАЧІ

Задача 1

Розрахувати дозу зовнішнього опромінення, що створюється радіоактивним Cs¹³⁷, активність якого становить 20 мг-екв радію На відстані 0,5 м при роботі протягом 24 годин на тиждень.

 

Задача 2

Розрахувати кількість радіоактивного I¹³¹, з яким можна працювати без захисного екрану і маніпуляторів протягом 20 годин на тиждень.

 

Задача 3

В лабораторії радіоізотопної діагностики під час перевірки та градуювання приладів передбачається використовувати джерело g-випромінювання – Со⁶⁰, активність якого становить25 млКю. Визначіть віддаль, яка забезпечує безпеку роботи з джерелом на протязі 36 годин на тиждень.

 

Задача 4

Оператор працює з джерелом іонізуючого випромінювання, активність якого становить 10 мг-екв радію на відстані 2 м. Визначіть допустимий час роботи з джерелом випромінювання під час робочого дня.

Задача 5

В радіологічній лабораторії необхідно захистити робоче місце екраном з свинцю, який знижує потужність дози з 1000 мР/год до 2 мР/год. Енергія g-випромінювання становить 1,5 МеВ. Визначіть необхідну товщину екрану за таблицями.

 

Задача 6

В радіологічній лабораторії необхідно захистити робоче місце екраном з бетону, який знижує потужність дози у 100 разів. Енергія g–випромінювання становить1,5 МеВ. Визначіть необхідну товщину екрану за таблицями.

 

Задача 7

В радіологічній лабораторії необхідно послабити інтенсивність g–випромінювання, енергія якого становить 1,5 МеВ у 100 разів за допомогою екрану із заліза. Знайдіть необхідну товщину екрану за числом шарів половинного послаблення.

Задача 8

В лабораторії радіоізотопної діагностики лікар–радіолог працює з препаратом Со⁶⁰ енергія якого становить 2 Мев. Необхідно послабити енергію g–випромінювання екраном з свинцю в 500 разів. Укажіть якою повинна бути його товщина?

 

Задача 9

Під час виконання наукового експерименту необхідно послабити потужність дози Sr⁹⁰ енергія якого складає 6 Мев екраном, що виготовлений із заліза з 2000 мР/год. Знайдіть, якою повинна бути товщина екрана?

Додаток 1

Згідно з постановою головного Державного санітарного лікаря України № 62 від 01.12.97 р. з 01.01.98 р. Введені в дію нові Державні гігієнічні нормативи “Норми радіаційної безпеки України (НРБУ–97)”.

Зокрема встановлені наступні нормативи:

1 – ліміт ефективної дози за рікдля категорії А (особи, які постійно або тимчасово працюють безпосередньо з джерелами іонізуючих випромінювань) – 20 мЗв/рік (2 бер);

2 – для категорії Б (особи, які безпосередньо не зайняті роботою з джерелами іонізуючих випромінювань, проте можуть отримати додаткове опромінення) – 2 мЗв/рік (0,2 бер);

3 – для категорії В (все населення) – 1 мЗв/рік(0,1 бер);

4 – річна ефективна доза, яку людина може отримати під час проведення профілактичного рентгенівського обстеження не повинна перевищувати 1 мЗв;

5 – питома активність природних радіонуклідов для будівельних матеріалів та мінеральної сировини повинна становити не вище 370 Бк/кг (I клас);

від 370 до 740 Бк/кг (II клас);

від 720 до 1350 Бк/кг (III клас);

6 – потужність поглиненої в повітрі дози повинна становити:

6.1 – для об’єктів, які проектуються, будуються або реконструюються для експлуатації з постійним перебуванням людей (житлові, дитячі заклади, санаторно–курортні та лікувально–оздоровчі заклади) – 30 мкР/год;

6.2 – для об’єктів, які експлуатуються для постійного перебування людей – 50 мкР/год;

6.3 – для дитячих закладів, санаторно–курортних та лікувально–оздоровчих закладів, незалежно від того, чи вони будуються (реконструюються), чи експлуатуються – 30 мкР/год;

7 – питома активність природних радіонуклідів у мінеральних добривах – 1,9 кБк/кг;

8 – активність природних радіонуклідів (радій, торій, калій) у глиняному, порцелярно–фаянсовому та скляному посуді побутового призначення – не більше 370 Бк/кг;

9 – питома активність природних радіонуклідів у мінеральних барвниках – 1400 Бк/кг.

Визначення доз згідно з пунктами 1, 2, 3, 4 може бути проведено шляхом індивідуальної дозиметрії або розрахунковими методами, відповідно до пункту 6 – дозиметричними приладами (типу ДРГ), за всіма іншими пунктами – за допомогою спектрального обладнання.

Додаток 2